核电站稳压器瞬态特性计算

压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回路系统压力。在事故工况时,稳压器可以调节和限制一回路系统的压力波动,阻碍事故     

印制电路板X射线瞬态响应计算

印制电路板的X射线瞬态辐照响应是系统电磁脉冲(SGEMP)效应主要研究内容之一。脉冲X射线辐照后,电荷的重新分布在印制电路板布线上会引起电压电流响应。建立了两种结构印制电路板瞬态辐照响应的传输线计算模型,并介绍了计算模型中电流源、电容参数的物理意义及其计算方法;该模型考虑了电子的运动规律及响应的产生机理,适用于瞬态辐照响应规律研究和工程预估,采用的方法和思想可以应用于其它复杂结构印制电路板瞬态辐照响应的模拟。最后,给出了一个计算实例。     

线缆X射线瞬态响应的电路模型计算

建立了同轴电缆和腔体内带保护层导线、裸导线X射线瞬态辐照响应的电路计算模型,该模型考虑了X射线辐照线缆时电子的运动规律及瞬态响应的产生机理,适用于瞬态响应的规律研究和工程预估。结合实例,介绍了计算模型中电流源、电容参数的物理意义及其计算方法,采用该模型计算了同轴屏蔽电缆的X射线瞬态响应,并与数值计算结果进行了比较。结果表明,电容的计算是采用电路模型计算响应的关键,采用衰减法计算的电子射程更适合计算电容。     

氧化物燃料快堆的事故瞬态分析

利用在核电厂动态仿真器ＤＳＮＰ上开发完成的仿真程序ＯＸＳＹＳ，分析计算了氧化物燃料钠冷快堆ＣＲＢＲＰ在超功率和失流事故瞬态下的响应特性，所得结果与国外系统分析程序ＳＳＣ－Ｌ、ＦＰＲＥ－Ⅱ的相应计算结果符合较好。     

均匀同轴电缆的瞬态响应的研究

一、前言均匀同轴电缆因其优良性能在现代测量技术中获得了广泛的应用。早期是研究正弦电信号的传输,寻求电缆传输特性的稳态解。近来,需测诸如亚微秒宽度、纳秒变化沿的单次脉冲,则要研究其瞬态解,目前已有若干研究结果。巴纳研究理想同轴电缆端接失配电阻的传输特性,得阶跃响应的解析解。Zaengle则研究端接混合元件的情况,给出了阶跃响应的计算机解,而非解析解。Wigington研究了低损电缆匹配端接时的传输特性的解析解。     

在中压回路上模拟小破口失水事故喷放阶段瞬态热工水力特性

在中压热工水力回路的喷放段上设计一定的破口面积，模拟小破口失水事故喷放进行了瞬态热工水力特性实验。本实验的工况参数范围为：压力ｐ＝０．７－２．２ＭＰａ，过冷度Δｓｕｂ＝５０－１２０℃质量流速Ｇ＝１７５０－２８００ｋｇ／ｍ＾２．ｓ，热流密度ｑ＝０．３－１ＭＷ／ｍ＾２。     

核动力装置小破口失水事故的瞬态性模拟与处置研究

以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。     

导热反问题方法在计算瞬态传热过程中的应用

利用Ｂｅｃｋ所提出的非线性估算方法，本文建立了一维瞬态导热过程中由固体内部一个或多个温度测点的测量值计算边界表面上未知的温度与热注匠数学模型，编写了通用计算程序ＩＨＣＰＰ。为了验证程序ＨＩＣＰＰ的可靠性，假设在模拟压水反应堆燃料棒的是加热棒表面上中周期性的热流密度变化，结果表明计算所得的热流密度与假设的热浪密度比较一致，程序ＩＨＣＰＰ根据布置在汽水分离器筒壁内不同深度的５个热电偶在瞬态传热试验中的     

线缆瞬态辐照响应的数值研究

应用Holland细线模型和时域传输线模型,并结合实验结论,对裸线、带保护层导线以及同轴电缆3种线缆的瞬态响应进行了数值研究。结果表明：对于裸线,负载较小时,负载的变化对负载电压电流、负载功率和负载能量的影响不大,负载较大时,对响应的影响较大;负载增大时,负载电流响应脉宽增加、幅度减小,负载功率存在最大值,但负载吸收能量却一直增大;负载响应与导线半径成正比、与光子能量成反比。对于带保护层导线,变化保护层厚度时,负载响应存在峰值。相同光子能量和芯线半径条件下,带保护层导线比裸线的响应小,同轴电缆比带保护层导线的响应小,减小幅度与光子能量有关。     

气流激励下柔性支承转子的瞬态响应

气流激励对于柔性支承转子的瞬态响应有重要影响。本文通过分析气流扰动转子的物理过程,引入Muszynska流体激励力模型,建立了柔性支承转子的运动微分方程,并通过数值计算得到了进气时间和进气压强对转子瞬态响应的影响规律。结果表明：在同一进气压强下,进气时间越长,气流激励力对转子瞬态响应产生的影响越大,并计算得到了临界进气时间和临界进气压强。设计并实施了转子受气流激励影响试验,试验中进气时间对转子动力学响应的影响规律和转子涡动现象与理论分析结果基本一致,验证了理论模型的适用性和理论分析的正确性。     

核电厂稳压器压力瞬态波动故障诊断及方法研究

对某核电厂发生的稳压器压力控制信号瞬态波动的现象进行故障诊断。首先通过根本原因分析法(RCA)列举可能的故障原因,并借助信号仿真工具,层层分析和排除,定位异常点,最后通过对异常板件的离线试验,使故障复现,验证其故障原因定位的正确性。实际案例的故障诊断过程及结果表明:将真实工况信号作为仿真源注入仿真系统,比对实际和仿真控制系统各个环节信号的趋势和曲线可以实现故障的有效定位;对于信号偶发异常(阶跃、毛刺和波动)的故障诊断是一种简单有效的方法。     

冷热段同是安注时的大破口失水事故分析

大破口失水事故时，安注系统从冷段注入的大量冷却剂从压力索和吊篮之间的环形通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂注入堆芯。如果把安注５系统同时安装在冷段和热段同时进行安注，热段上的安注系统注入的冷却剂带走了上腔室的上腔室和堆芯内的热量，使上腔室的压力低于下腔朋冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。     

核动力装置小破口失水事故的瞬态特性模拟与处置研究

以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行了求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。     

超临界压力区域失压瞬态传热特性数值研究

采用Ansys Fluent 15.0开展水工质在超临界压力区域失压瞬态传热特性的数值研究。通过对比分析计算结果与实验数据,建立了合理的并适用于超临界压力区域失压瞬态工况的数值模拟方法。数值计算结果表明,在模拟的近临界点瞬态工况参数下,实验段出口流体参数已超过该工况的拟临界点参数,但该参数仍处于物性参数急剧变化的拟临界点附近区域,实验段流体从入口区域的不可压缩流动转变为出口区域的可压缩流动,且拟临界点处的质量流速和压降梯度出现峰值。瞬态工况计算结果与Jackson公式计算结果对比分析表明,在临界点附近区域Jackson公式计算的努塞尔数比本文计算的努塞尔数高出20%~50%。      

大破口失水事故的DRM分析方法介绍

从大破口失水事故分析方法的发展过程，阐述了法国大破口失水事故分析方法DRM。该分析方法是核电厂安全评价的有效工具，可以为核电厂的燃料管理优化及提高经济效益发挥重要的作用。该方法已在大亚湾核电站18个月换料项目的提高堆芯功率因子的分析论证中应用。     

破口条件下高压氦气冲击液态铅锂压力传播实验分析

液态铅锂包层被认为是最有发展潜力的包层设计之一,由于其面临高能中子辐照、高热负载、高压力梯度等严苛的服役环境,在包层发生内破口事故时保证其在高压氦气冲击下的完整性以避免放射性物质外泄具有重要意义。为获得高压氦气冲击铅锂所形成冲击波的压力传播规律,本文基于液态重金属安全回路KYLIN-S实验平台,先后开展了高压氦气冲入水的测试实验和高压氦气注入高温铅锂的破口实验。研究表明,高压氦气(8MPa)冲击铅锂现象可以分为两个阶段,第一阶段为冲击波快速震荡叠加阶段,该阶段持续时间很短约0.064s,形成的冲击波产生多个压力波峰,压力峰值最高达到6.42MPa,压力震荡经过3～6个周期后,不同监测点的压力波动快速耗散消失。第二阶段为压力稳定增长阶段,该阶段持续时间约为3.5s,压力持续增加直至实验系统压力达到平衡,系统平衡压力达到3.45MPa。